大亚湾核电站改进燃料管理中的超温和超功率ΔT紧急停堆整定值初步研究

加深燃耗和延长换料周期是提高核电站经济效益的手段之一。但燃耗加深后，偏离泡核沸腾比ＤＮＢＲ限制值将增大；长燃耗的堆芯装载布置使径向功率峰因子Ｆｘｙ上升、额定工况和事故工况下的最小ＤＮＢＲ大幅度下降。在大亚湾核电站改进燃料管理初步可行性研究中分析那些ＤＮＢＲ裕量较小的事故时，如沿用《广东核电站最终安全分析报告》ＦＳＡＲ中给出的超温和超功率保护定值进行计算，其计算结果不能满足ＤＮＢＲ安全限制准则。分析其原因，是由于ＤＮＢＲ准则值和Ｆｘｙ的改变，超温和超功率保护图也将随之变化，使原整定值不能满足安全要求。因此，需重新确定超温和超功率ΔＴ保护整定值。采用ＦＬＩＣＡⅢ程序和ＤＥＬＴＡＴ程序，对长燃耗条件下的超温和超功率ΔＴ整定值进行了初步研究，并将其结果应用于提棒事故分析，使该事故满足了ＤＮＢＲ安全准则。

秦山一期核电站未能紧急停堆的预期瞬变导致堆芯熔化的进程及事故缓解措施研究

选择失去主给水、失去厂外电和正常运行情况下控制棒失控提升3个典型的导致未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)的初因事故,采用自行研制的基于SCDAP/RELAP5/MOD3.1的核反应堆严重事故分析平台,对秦山一期核电站ATWS初因导致堆芯熔化严重事故进程进行了分析研究,对防止ATWS导致堆芯熔化进程的缓解措施的有效性进行了验证。计算分析结果表明,二回路补水和一回路卸压的事故缓解措施能有效地阻止堆芯熔化进程。

基于SAC-3D系统软件的FFTF未能紧急停堆失流实验的数值模拟

本文利用系统分析软件SAC-3D对美国快通量试验堆(FFTF)堆芯及一回路进行了建模,并根据国际原子能机构(IAEA)提供的FFTF未能紧急停堆的失流实验的边界条件数据进行了事故瞬态仿真计算。计算得到堆芯热工水力及中子物理关键参数,仿真结果与实验测量数据符合较好。对比结果验证了SAC-3D在模拟液态金属冷却快堆事故工况中的有效性与准确性,也证明了FFTF堆型具有可靠的非能动安全性。

AP1000功率量程中子注量率正变化率高紧急停堆定值和时间常数研究

核仪表系统(RPN)是核电厂仪控系统的重要组成部分。本文介绍了AP1000功率量程中子注量率正变化率高紧急停堆的基本原理,对该紧急停堆信号触发与停堆定值、时间常数、功率变化率的关系进行了分析,并以MATLAB软件为平台,基于弹棒事故和正常运行瞬态两种典型工况的瞬态过程数据,对AP1000功率量程中子注量率正变化率高紧急停堆定值和时间常数的设计进行了仿真验证。

间接氦气透平循环高温堆紧急停堆动态仿真

通过对10 MW高温气冷堆氦气透平发电装置(HTR-10GT)的堆芯、热交换器和透平压气机组等主要设备的数学建模和程序编制,初步建立起了一套模拟该装置瞬态特性的仿真程序。通过对该装置于5 s时刻堆内引入0.1$阶跃正反应性引发的紧急停堆事故的瞬态模拟,初步验证了该装置紧急停堆预案设置的安全性和合理性,证明了旁路快开阀的设计预案具有较大的安全裕度。

AP1000与传统核电厂紧急停堆功能对比

对比AP1000与秦山一期、二期核电厂紧急停堆信号,探讨AP1000在紧急停堆信号设置上的优点及其可优化之处。

200MW池式供热堆未能紧急停堆的预期瞬变事故分析

利用轻水堆系统通用的热工水力分析程序ＲＥＴＲＡＮ０２ ， 对２００ ＭＷ 池式供热堆的未能紧急停堆的预期瞬变（ＡＴＷＳ） 事故， 即断电ＡＴＷＳ 事故、误提棒ＡＴＷＳ 事故、外负荷丧失ＡＴＷＳ 事故等进行了计算和分析。结果表明， 在事故过程中， 主要参数没有超出允许范围； 不需任何设备动作和人员干预， 反应堆就能自动降功率， 进入热停堆状态并维持长期堆芯冷却， 具有较高的安全性。

CPR1000核电厂未能紧急停堆的预期瞬态保护信号及缓解系统改进

CPR1000核电厂发生丧失正常给水-未能紧急停堆的预期瞬态(LOFW-ATWS)时,若温度调节(R)棒组和功率调节(G)棒组的调节功能不能及时作用或丧失,存在一回路超压的风险。为降低瞬态过程中的一回路压力峰值,避免超压的风险,本文提出了瞬态过程中增设反应堆冷却剂泵停运的保护信号及缓解系统改进方案,并采用THEMIS程序进行改进方案的验证分析。结果表明,该改进方案可有效降低LOFW-ATWS事故下一回路压力峰值,消除一回路超压的风险。

基于CPR1000堆型的核电站紧急停堆系统定期试验设计浅析

本文主要介绍CPR1000堆型的核电站安全级DCS紧急停堆系统定期试验的设计流程及其系统架构。其定期试验所覆盖范围为紧急停堆系统所涉及的所有输入模块、保护逻辑以及与其它系统的接口,由此将紧急停堆系统的定期试验划分为停堆功能试验、停堆断路器试验及硬接线试验。该设计方案已应用于多个CPR1000机组,实践证明该设计方法能够有效地完成对紧急停堆系统执行定期试验的功能。

变送器冗余结构对紧急停堆系统可靠性影响分析

为优化紧急停堆系统的可靠性设计,采用故障树方法对某紧急停堆系统硬件进行可靠性建模,通过定量计算得到系统的薄弱环节在于变送器。进一步分析变送器冗余结构对可靠性的影响,探讨了冗余结构的两种基本改变方式下整体误动率和拒动率的变化规律;在所建故障树模型基础上,对不同变送器冗余结构下紧急停堆系统拒动率进行量化对比,四取二结构是最合理选择,其系统拒动率比三取二和二取一结构低了3个数量级,而五取二结构可靠性提升不大,不具备经济性。

反应堆保护系统紧急停堆响应时间测试分析

反应堆保护系统的响应时间是核电厂安全级数字化仪表控制系统的关键性能指标。为确保核电厂的安全,提高反应堆保护系统响应时间测量准确性和快速性,通过对反应堆保护系统各大数据处理环节的特点,构建了反应堆保护系统紧急停堆响应时间测试平台,采用自动测试装置对响应时间测试方法进行分析总结,并提出了优化反应堆保护系统紧急停堆响应时间的方法。

“华龙一号”反应堆紧急停堆系统动态可靠性评估方法

反应堆紧急停堆系统(RTS)结构复杂,导致其具有动态交互、时间依赖和概率不确定性等特性,传统的静态可靠性评估方法难以表征这3个特性。针对这一问题,提出了一种“华龙一号”RTS动态可靠性评估新方法:首先,应用动态故障树(DFT)建立表征RTS动态交互性的DFT模型;然后,在已建立的DFT模型基础上,应用动态贝叶斯网络(DBN)和模糊集理论(FST)建立表征RTS动态交互、时间依赖和概率不确定性的模糊DBN模型;最后,应用拉丁超立方抽样(LHS)定义一个新的模糊贝叶斯推理算法。应用该算法进行模糊贝叶斯正向推理和逆向推理,计算得到了RTS动态可靠度,识别了RTS薄弱环节,并将定义的模糊贝叶斯推理算法与传统的模糊贝叶斯推理算法进行比较,验证了本文定义的算法的准确性和精度。以上研究成果为进一步提高“华龙一号”RTS的可靠性提供了科学依据。

STPA方法在数字化反应堆紧急停堆系统安全性分析中的研究与应用

随着数字化技术及软件系统的广泛应用,很多事故是由于部件间异常的交互所引起,传统的分析方法已经力不从心,基于STAMP(Systems-Theoretic Accident Model and Processes)的安全性分析方法STPA(System Theoretic Process Analysis),可以有效解决这一困难。首先介绍STPA方法及分析步骤,将该方法应用到反应堆紧急停堆子系统,得到了引起停堆失败的可能原因及设计中所应遵守的安全约束,这些约束有益于提高设计的安全性。

多方法融合的反应堆紧急停堆子系统安全性分析

针对反应堆紧急停堆子系统,将故障模式影响分析(FMEA)、故障树分析(FTA)、系统理论的过程分析(STPA)3种独立的基本分析方法进行组合,形成仪表控制系统设计阶段的失效和故障基本项覆盖统计表格。STPA方法能够很好地弥补了FMEA和FTA方法的不足。同时,在仪控系统的设计阶段,STPA方法非常适合发现反应堆紧急停堆子系统涉及的软件类、系统交互以及通信类的故障和安全问题。

数字化安全级DCS紧急停堆系统共因失效分析

以2oo3架构数字化安全级分布式控制系统(DCS)紧急停堆系统为研究对象,采用Markov方法对其建立可靠性模型,分别计算并对比了考虑共因失效和不考虑共因失效2种情况下紧急停堆系统的拒动概率,同时对系统拒动概率相对于共因失效因子变化的敏感性进行了重点分析。结果表明,拒动概率随着共因失效因子的增加而变大,因此,在系统设计中需采取有效措施对冗余系统的共因失效进行控制,降低共因失效因子,从而提高紧急停堆系统的可靠性。

VVER堆型保护系统停堆指令定期试验方案的设计

为验证水⁃水高能反应堆(VVER)保护系统紧急停堆保护指令的可靠性及可用性,结合和睦系统(FirmSys)平台特性和VVER堆型停堆装置的结构特点,设计了1种切实可行的紧急停堆保护指令接口试验的定期试验方案。该方案使用数字化仪控设备安全控制显示装置(SCID)代替传统的盘台按钮与指示灯。SCID可作为接口试验的触发与显示装置。该方案是基于FirmSys的VVER堆型的接口试验的成功应用,满足法规要求和试验需求。该方案经过实际应用的验证,可有效避免试验误动、减少人因失误、缩短试验持续时间。该方案可为核电站同类型接口试验设计提供借鉴。

萨斯奎哈纳1号机组在发生错误停堆信号后重新启动

[美国《核新闻》1996年9月刊第19页报道]8月1日,在萨斯奎哈纳1号机组由于一个显示主汽轮机发生强烈振动的乱真信号,致使该机组自动紧急停堆。停堆后所有控制棒全部插入,所有系统如预料的那样动作。 据宾夕法尼亚动力照明公司的一位发言人Joe Scopelliti说,假信号是由一个坏的传感器引起的。

49-2泳池堆低温供热全厂断电ATWS事故分析

针对49-2泳池式反应堆(简称49-2泳池堆)用于城市低温供热的工况,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(全厂断电ATWS)的超设计基准事故,使用RELAP5/MOD3.2程序对其热工水力参数瞬态特性进行分析。结果显示,49-2泳池堆具有很好的负温度反馈效应,事故后,由于燃料和冷却剂温度升高,从而引入一定的负反应性,使反应堆处于次临界状态;同时堆芯通过与堆水池建立自然循环,将衰变热带出,最终依靠自然循环方式将堆芯余热排出至上部大气环境热阱,验证了49-2泳池堆用于城市低温供热的固有安全性。

49-2游泳池式反应堆超设计基准事故的筛选与分析

为保证49-2游泳池式反应堆在超寿期下的安全运行,需进行超设计基准事故分析。由于难以采用概率安全评价(PSA)方法进行分析,所以本文无条件假设最严重事故来得到一保守结果。主要分析了全厂断电下未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)、水平孔道断裂和停堆后堆芯完全裸露的事故,以及应急能力。结果表明:在全厂断电ATWS下堆芯是安全的;水平孔道断裂及其他因素造成失水时,只要2.5h内堆芯不裸露即可保证燃料元件不熔化;非能动破坏虹吸能力和多样的应急补水方式能保证堆芯不裸露。

模块式小型堆反应堆保护系统设计

模块式小型堆作为采用三代核电技术的多用途小型压水堆,在设备的建造和设计上与以往工程项目相比有其自身的特点。将介绍小堆项目反应堆保护系统的结构特点,并分析其系统设计理念。